Quel avenir pour les réacteurs nucléaires de 3e et de 4e génération ?

Avant d’aborder la problématique des réacteurs nucléaires de troisième génération et de ceux de la génération future, il me semble utile de rappeler succinctement ce qui caractérise les réacteurs nucléaires producteurs d’énergie (généralement sous forme d’électricité mais pas nécessairement) et quelques faits historiques qui ont marqué leur développement. Cela permettra au lecteur de cette tribune de mieux comprendre la genèse des réacteurs et les raisons qui ont conduit à la situation présente.

Un réacteur nucléaire est la combinaison de trois grandes composantes principales :

• un « combustible » qui contient la matière fissile permettant d’entretenir la réaction en chaîne. Cette matière peut être de l’uranium naturel (dont la teneur en matière fissile, l’isotope U235, n’est que de 0,7%), de l’uranium plus ou moins enrichi en U235, du plutonium généralement mélangé à de l’uranium, ou plus rarement, de l’U233 (isotope créé à partir du thorium). Cette matière peut être utilisée sous différentes formes physico-chimique : métaux, oxydes, carbures, nitrures, alliages métalliques, alliages de céramiques, etc. ;
• un fluide caloporteur, appelé parfois réfrigérant, permettant d’évacuer puis de transférer la chaleur produite par les fissions dans le cœur du réacteur. Ce fluide peut être un liquide (eau ordinaire, eau « lourde », métal liquide comme le sodium ou le plomb, etc.) ou un gaz sous pression (air, CO₂, hélium, etc.) ;
• un modérateur qui permet de ralentir les neutrons issus des fissions et d’augmenter ainsi considérablement la probabilité que ces neutrons puissent provoquer de nouvelles fissions. Il en existe principalement trois : le graphite, l’eau « lourde » et l’eau ordinaire (dite aussi eau « légère »). Un point important à noter est que certains réacteurs n’ont pas besoin de modérateur du fait de leur conception, mais ils nécessitent dans ce cas un combustible fortement enrichi en matières fissiles : au minimum 20% en U235 lorsqu’il s’agit d’uranium ou 12% de plutonium lorsqu’il s’agit de mélange plutonium-uranium.    

Historiquement, une vingtaine de filières de réacteurs ont été testées avec des prototypes aux États-Unis, en ex-URSS, en Grande-Bretagne ou en France.

L’association de ces différentes composantes et les choix techniques qui sont faits pour leur mise en œuvre définissent ce que l’on a coutume d’appeler une « filière » de réacteurs. Historiquement, un grand nombre de combinaisons ont été étudiées et une vingtaine de filières ont ainsi été testées sous forme de prototypes dans les pays pionniers de l’énergie nucléaire, à savoir les États-Unis, l’ex-URSS, la Grande-Bretagne et la France. Le Canada s’est également lancé très tôt dans cette aventure mais en concentrant ses efforts sur la seule filière des réacteurs à eau lourde pour des raisons historiques (pendant la Deuxième Guerre mondiale, les premiers stocks d’eau lourde venus de France ont été transférés dans ce pays, avec les scientifiques français travaillant sur ces sujets).

Il se trouve que c’est l’eau légère qui modère le plus efficacement les neutrons, mais qui malheureusement capture beaucoup de neutrons de façon stérile. Il faut donc enrichir l’uranium si on utilise l’eau légère. Par contre, il en faut très peu en volume, ce qui conduit à des réacteurs très compacts, qu’il est possible de loger sur un navire ou même dans une coque de sous-marin. C’est ce qui explique qu’à l’origine les Américains, puis les autres grands pays « nucléaires », ont développé cette technologie des réacteurs à eau. Cette technologie ayant fait ses preuves pour les applications marines (des centaines de réacteurs de ce type ont été construits), elle a réussi à se généraliser pour les applications civiles de l’énergie nucléaire.

Telle est la  principale raison de la très large domination des réacteurs à eau légère aujourd’hui dans le monde, avec une part de près de 90 % du parc mondial en termes de puissance installée. Le reste est essentiellement constitué de réacteurs à eau lourde et de quelques réacteurs à graphite-gaz en Angleterre qui sont proches de leur durée maximale de fonctionnement.

Réacteurs de troisième génération : en finir avec « l’EPR bashing »

Il existe en fait deux « sous-filières » de réacteurs à eau : celle des réacteurs à eau pressurisée (REP) dans lesquels l’eau du circuit primaire est maintenue entièrement liquide à haute température (environ 300°C) grâce à une forte pression appliquée (environ 150 bars) et celle des réacteurs à eau bouillante (REB) dans lesquels l’eau est aussi sous pression mais entre en ébullition à la sortie du cœur du réacteur. Tous les réacteurs français sont des REP et c’est actuellement cette « sous-filière » qui domine le marché. On peut affirmer sans beaucoup de chances de se tromper que cette domination va se poursuivre et même s’accentuer dans les prochaines décennies et que la quasi-totalité des réacteurs nucléaires électrogènes dans le monde seront des réacteurs à eau ordinaire avec, parmi eux, une grande majorité de REP. En d’autres termes, l’émergence de nouvelles filières à une échelle industrielle est clairement exclue à cette échéance.

Dans ces conditions, la concurrence sur les marchés extérieurs s’exerce essentiellement au niveau des variantes technologiques proposées par les constructeurs mais aussi des conditions financières offertes sans oublier d’autres critères plus politiques.

Les progrès ont été tels au cours des deux ou trois dernières décennies que l’on peut légitimement parler de changement de génération.

Dans un tel contexte, les réacteurs dits de « troisième génération » ne présentent pas de véritables ruptures technologiques par rapport à ceux qualifiés de « deuxième génération » en fonctionnement aujourd’hui (conçus pour la plupart dans les années 1970 ou 1980, comme par exemple les 58 REP du parc français). Toutefois, les progrès dans tous les domaines ont été tels au cours des deux ou trois dernières décennies que l’on peut légitimement parler de changement de génération pour les réacteurs à eau légère.

L’EPR (« European Pressurized Reactor ») s’inscrit clairement dans cette démarche et se situe sans aucun doute parmi les meilleurs réacteurs qui sont proposés aujourd’hui sur le marché. Il présente très schématiquement les améliorations suivantes :

• avant tout, des améliorations significatives en matière de sûreté, à la lumière du retour d’expérience des grands accidents nucléaires qui se sont produits et pour répondre aux nouvelles exigences, souvent très contraignantes, des autorités de sûreté. A ce titre, on peut citer les systèmes de sûreté passifs, de nouvelles redondances multiples et diversifiées, les dispositifs de confinement accrus (double enceinte de confinement), une prise en compte des accidents très graves dès la conception (avec par exemple un récupérateur de « corium » en cas de fusion de cœur dont la probabilité est en outre diminuée d’un facteur 10 ou encore des dispositions empêchant toute explosion d’hydrogène), la résistance aux agressions externes (chute d’avions gros porteurs), etc. Toutes ces mesures conduisent à exclure pratiquement un relâchement massif de radioactivité dans l’environnement qui nécessiterait une évacuation durable des populations voisines, et cela pour toutes les circonstances envisageables, même les plus improbables ;
• des progrès importants en termes de performances : meilleure utilisation de l’uranium (+ 15%), durée de vie augmentée prévue dès la conception (60 ans pour l’EPR), rendement accru (36%), adaptation à tous les combustibles avec la possibilité pour l’EPR de charger des cœurs en combustible Mox (mélanges d’oxydes d’uranium et de plutonium) à 50% ou même 100%, etc. ;
• de nombreux gains d’exploitation : disponibilité accrue (> 90 %), réduction des expositions radiologiques des travailleurs, facilités de maintenance, diminution des quantités de déchets, etc.

Ajoutons à cela des dispositions qui sont prises dès la conception pour faciliter les futures opérations de démantèlement. Mais tout cela à un coût. C’est en partie ce qui explique l’augmentation des coûts unitaires entre les réacteurs de deuxième et de troisième génération. Des actions sont toutefois en cours pour essayer de les maîtriser et même de les réduire significativement. Quoiqu’il en soit, même en tenant compte de ces nouvelles données économiques, toutes les études internationales (non partisanes !) démontrent que les réacteurs de troisième génération restent compétitifs vis-à-vis des autres formes d’énergie, renouvelables (hors hydraulique) ou fossiles, tout au moins pour des pays comme la France qui n’ont aucun accès direct aux combustibles fossiles (gaz, charbon, pétrole). D’ailleurs, hors contraintes politiques ou sociales, un bon nombre de grands pays industrialisés ou même en développement vont poursuivre ou vont s’engager dans un programme d’équipement de réacteurs nucléaires de troisième génération.

Certes, l’EPR fait face à des dérives en termes de délais de construction (et donc de coûts) en Finlande et en France. Il serait trop long d’en expliciter les raisons précises ici mais on peut simplement remarquer qu’il s’agit dans chaque pays de « têtes de série » et que des situations analogues se sont produites dans le passé pour presque toutes les réalisations de ce type (ne serait-ce que les premiers réacteurs des différents « paliers » du parc EDF). De plus, le chantier des deux EPR en Chine ne subit quant à lui pratiquement aucun retard notable alors qu’il est en train de s’achever. La technologie des EPR n’est donc pas en cause, n’en déplaise aux détracteurs de ce remarquable produit de très haute technologie dont les qualités rivalisent largement avec celles de ses concurrents.

Il faut, en un mot, en finir avec l'« EPR bashing » comme le disait Philippe Knoche, directeur général d’Areva, dans un article des Echos du 3 avril dernier.

Réacteurs de quatrième génération : la clef d’un développement durable de l’énergie nucléaire de fission

Les études internationales sur ces réacteurs du futur (auxquels j’ai moi-même participé directement comme représentant français) ont été initiées en 2000 dans le cadre d’une organisation appelée aujourd’hui « GIF » pour « Gen-IV International Forum »). Ces travaux ont duré deux ans et ils ont conduit à sélectionner six types de réacteurs (dénommés parfois « systèmes » lorsqu’ils sont associés à leurs installations du cycle du combustible).

Deux d’entre eux sont destinés à des applications spécifiques. Le premier vise à apporter une rupture technologique aux réacteurs à eau en les utilisant dans un état dit « supercritique » qui permettrait notamment d’augmenter leur rendement de façon très significative. Le deuxième type est un réacteur à très haute température destiné à des applications non électrogènes de l’énergie nucléaire (chaleur de procédé à des températures situées autour de 1 000°C). Les quatre autres « systèmes » sont des réacteurs à neutrons rapides (RNR) qui permettent une surgénération de la matière fissile, c'est-à-dire qui produisent plus de matières fissiles qu’ils n’en consomment pour générer de l’énergie.

Les RNR refroidis au sodium apparaissent aujourd’hui de très loin la technologie la plus mature...

Cette faculté exceptionnelle des RNR a été démontrée à une échelle industrielle dans le passé, notamment en France avec les réacteurs refroidis au sodium liquide de grande puissance : Phénix (250 MWe) et Superphénix (1200 MWe). Ce dernier fut arrêté brutalement en 1998 pour des raisons purement politiciennes et dogmatiques alors qu’il commençait à bien fonctionner. La France a alors perdu l’avance technologique incontestable qu’elle possédait au plan mondial.

Les trois autres types de RNR à l’étude dans Gen-IV sont d’une part deux variantes refroidies au plomb (réacteurs testés dans le passé par les Russes dans des sous-marins) ou au gaz, et d’autre part un concept beaucoup plus innovant de réacteur à sels fondus. Il reste que les RNR au sodium apparaissent clairement aujourd’hui, et de très loin, comme la technologie la plus mature capable d’atteindre un très haut niveau de sûreté en répondant aux exigences les plus sévères. Elle bénéficie en effet d’un retour d’expérience déjà très important au travers de la quinzaine de réacteurs de ce type qui ont fonctionné dans le passé dans tous les grands pays nucléaires (États-Unis, Grande-Bretagne, Russie, France, Japon). Soulignons au passage que deux gros RNR au sodium vont entrer en service en Inde (500 MWe) et en Russie (800 MWe).

Le déploiement des réacteurs surgénérateurs ne s’impose pas à court ou même moyen terme.

Néanmoins, dans le contexte actuel où l’uranium est bon marché et où les réserves économiquement exploitables estimées d’uranium sont encore assez élevées (de l’ordre de la dizaine de millions de tonnes), le déploiement des réacteurs surgénérateurs ne s’impose pas à court ou même moyen terme. Mais on sait que les temps de développement et de maturité des filières nucléaires se chiffrent en quelques dizaines d’années et c’est pourquoi il importe de travailler dès aujourd’hui à leur mise au point, en respectant les nouveaux critères de la quatrième génération.

En France, l’engagement sur les RNR reste clair malgré les aléas politiques et même si les objectifs stratégiques ont évolué en termes de calendrier de déploiement et de capacité de surgénération (concepts de réacteurs isogénérateurs, sans couverture radiale fertile dans une première phase). Cet engagement a été réaffirmé au plus haut niveau de l’Etat dans un discours de l'ancien Président de la République Jacques Chirac prononcé le 5 janvier 2006 dans lequel il déclarait avoir pris la décision de « lancer un prototype de réacteurs de quatrième génération » (réacteur Astrid).

Ce projet est d’ailleurs inscrit dans les textes législatifs, notamment dans l’article 5 de la loi sur les orientations énergétiques du 13 juillet 2005 et dans celle du 28 juin 2006 relative à la gestion durable des matières et déchets radioactifs. A cet égard, il est bien établi aujourd'hui que les RNR sont les seuls types de réacteurs nucléaires éprouvés capables de transmuter massivement et efficacement une partie des actinides mineurs (qui forment la majeure partie des déchets radioactifs à vie longue) et que la faisabilité technique de cette opération a été démontrée.

Les actions de la France dans ce domaine s’appuient entre autres sur ses acquis importants en matière de RNR au sodium. Elles s’inscrivent dans le cadre européen du plan intitulé « Strategic Energy Technology » pour lequel les grandes orientations technologiques dans le domaine nucléaire ont été exprimées dans la « Sustainable Nuclear Energy Technology Platform » lancée en 2007. Pour élargir le champ d’investigation sur les RNR, la France travaille également sur les réacteurs refroidis au gaz mais avec des moyens beaucoup plus limités que ceux qui sont consacrés aux réacteurs refroidis au sodium. Quelques travaux sont aussi menés sur les réacteurs à sels fondus qui sont très attractifs mais dont le développement éventuel nécessite la levée de sérieux verrous technologiques.

En définitive, les RNR sont indéniablement la clef d’un développement durable de l’énergie nucléaire de fission. Leur avenir est donc pratiquement assuré à plus ou moins long terme, sauf évènement majeur venant remettre sérieusement en cause le développement de cette forme d’énergie.